JP2013217658A - Radiation shielding concrete container and method for managing contaminated soil - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は放射性物質等が付着した汚染土砂を収納する放射線遮蔽コンクリート製容器および汚染土砂の管理方法に関する。 The present invention relates to a radiation shielding concrete container for storing contaminated earth and sand to which radioactive substances and the like are attached, and a method for managing contaminated earth and sand.
コンクリートは、放射線に対する遮蔽能力が高く、従来から使用されている。コンクリートの密度が高いほど放射線の遮蔽性能は高く、コンクリートの密度を高くしたコンクリート(重量コンクリート)の製造法、重量コンクリート用骨材、重量コンクリートの配合などが提案されている(特許文献1〜7参照)。
これらのコンクリートは、原子力発電所や高い放射線に対して要求される遮蔽性能を満足するものであり、また大規模に建設される遮蔽壁などに適用されている。
Concrete has a high shielding ability against radiation and has been used conventionally. The higher the density of concrete, the higher the radiation shielding performance, and a method for producing concrete (heavy concrete) with increased density of concrete, aggregate for heavy concrete, blending of heavy concrete, etc. have been proposed (Patent Documents 1 to 7). reference).
These concretes satisfy the shielding performance required for nuclear power plants and high radiation, and are applied to shielding walls constructed on a large scale.
しかしながら、放射性物質が付着した汚染土砂を仮置き場などに一時的に保管する場合、大規模な遮蔽壁を構築することは多大な労力が必要となることから現実的ではない。
一方、汚染土砂の表面を凝固剤で固めシートで覆い、周囲をロープで囲み人が近づけないようにしたり、あるいは、汚染土砂を地中へ仮置きする措置を取ることが考えられる。しかしながら、この場合は、放射線の充分な遮蔽を行う上で不十分であり、あるいは、仮置きした汚染土砂の管理、および、汚染土砂の最終処分施設への運搬に多大な手間を要する不利がある。
本発明はこのような事情に鑑みなされたものであり、その目的は、多大な労力を要すること無く汚染土砂の放射線を遮蔽できると共に運搬を容易に行う上で有利な放射線遮蔽コンクリート製容器および汚染土砂の管理方法を提供することにある。
However, when temporarily storing contaminated earth and sand with radioactive substances in a temporary storage area or the like, it is not realistic to construct a large-scale shielding wall because a large amount of labor is required.
On the other hand, it is conceivable that the surface of the contaminated earth and sand is hardened with a coagulant and covered with a sheet and surrounded by a rope to prevent people from approaching, or the contaminated earth and sand are temporarily placed in the ground. However, in this case, it is insufficient for sufficient shielding of radiation, or there is a disadvantage that it takes a lot of time and effort to manage temporarily contaminated soil and transport it to the final disposal facility. .
The present invention has been made in view of such circumstances, and an object of the present invention is to provide a radiation shielding concrete container and a contamination which are advantageous in that radiation of contaminated earth and sand can be shielded without requiring a great deal of labor and easy to carry. The purpose is to provide a method for managing earth and sand.
上述の目的を達成するため、本発明の放射線遮蔽コンクリート製容器は、汚染土砂を収納し前記汚染土砂から放出される放射線の遮蔽を可能としたコンクリート製の容器本体と、前記容器本体の上部を閉塞し前記汚染土砂から放出される放射線の遮蔽を可能としたコンクリート製の蓋板と、前記容器本体または前記蓋板に設けられ前記容器本体に収納された汚染土砂から放出される放射線の線量を計測する計測装置と、前記容器本体または前記蓋板に設けられ前記計測装置で計測された線量のデータを外部装置に送信する通信装置とを備えることを特徴とする。
また本発明の汚染土砂の管理方法は、汚染土砂を収納し前記汚染土砂から放出される放射線の遮蔽を可能としたコンクリート製の容器本体と、前記容器本体の上部を閉塞し前記汚染土砂から放出される放射線の遮蔽を可能としたコンクリート製の蓋板と、前記容器本体または前記蓋板に設けられ前記容器本体に収納された汚染土砂から放出される放射線の線量を計測する計測装置と、前記容器本体または前記蓋板に設けられ前記計測装置で計測された線量のデータを外部装置に送信する通信装置とを備える放射線遮蔽コンクリート製容器を設け、前記放射線遮蔽コンクリート製容器に汚染土砂を収納し、前記計測装置で計測された線量のデータを前記通信装置により前記外部装置に送信することで前記放射線遮蔽コンクリート製容器の内部の放射線の線量を監視することを特徴とする。
In order to achieve the above-mentioned object, a radiation shielding concrete container according to the present invention comprises a container body made of concrete capable of containing contaminated earth and sand and shielding radiation emitted from the contaminated earth and sand, and an upper part of the container body. A concrete lid plate that is capable of blocking and blocking radiation emitted from the contaminated earth and sand, and a dose of radiation emitted from the contaminated earth and sand provided in the container body or the container body provided in the container body. It is characterized by comprising a measuring device for measuring, and a communication device that is provided on the container body or the lid plate and transmits dose data measured by the measuring device to an external device.
Further, the method for managing contaminated earth and sand according to the present invention comprises a container body made of concrete that can contain the contaminated earth and sand and shields radiation emitted from the contaminated earth and sand, and the upper part of the container body is closed and released from the contaminated earth and sand. A cover plate made of concrete capable of shielding radiation, a measuring device for measuring a dose of radiation emitted from the container main body or the contaminated earth and sand provided in the container main body and stored in the container main body, and A radiation shielding concrete container provided with a communication device provided on the container main body or the lid plate and transmitting a dose data measured by the measuring device to an external device; and the contaminated earth and sand are stored in the radiation shielding concrete container. The dose data measured by the measuring device is transmitted to the external device by the communication device, so that the inside of the radiation shielding concrete container Characterized in that it monitor the dose of rays.
本発明によれば、汚染土砂を容器本体に収納し容器本体の上部を蓋板によって閉塞することで、放射線を効果的に遮蔽することができるので、多大な労力を要すること無く汚染土砂の放射線を遮蔽でき運搬を容易に行う上で有利となる。
また、本発明によれば、汚染土砂の放射線の線量を計測装置および通信装置を用いることによりリアルタイムに簡単かつ確実に監視することができる。
According to the present invention, the contaminated earth and sand can be effectively shielded by storing the contaminated earth and sand in the container body and the upper part of the container body is closed by the cover plate. This is advantageous in that it can be shielded and transported easily.
Moreover, according to this invention, the radiation dose of contaminated earth and sand can be easily and reliably monitored in real time by using a measuring device and a communication device.
(第1の実施の形態)
次に本発明の実施の形態の放射線遮蔽コンクリート製容器について汚染土砂の管理方法と共に説明する。
図1〜図3に示すように、放射線遮蔽コンクリート製容器10は、容器本体12と、蓋板14と、計測装置16と、通信装置18とを含んで構成されている。
(First embodiment)
Next, the radiation shielding concrete container according to the embodiment of the present invention will be described together with a method for managing contaminated earth and sand.
As shown in FIGS. 1 to 3, the radiation
容器本体12は、汚染土砂2を収納し汚染土砂2から放出される放射線の遮蔽を可能としたコンクリート製である。
本実施の形態では、容器本体12は、矩形状の底壁1202と、底壁1202の四辺から起立する4つの側壁1204とを有し、底壁1202および4つの側壁1204は一体的に構成されている。
これら底壁1202および4つの側壁1204により汚染土砂2を収納する収納空間Sが形成される。
4つの側壁1204の上端面のうち4つの角部には、クレーン作業用の吊り金具を連結するための雌ねじ部材20が上方に露出して設けられている。
このような容器本体12は、容器本体12の形を構成する型枠にコンクリートを打設、硬化させて製作することができる。
The container
In the present embodiment, the
A storage space S for storing the contaminated earth and
The
Such a container
蓋板14は、容器本体12の上部、すなわち収納空間Sを閉塞し汚染土砂2から放出される放射線の遮蔽を可能としたコンクリート製である。
本実施の形態では、蓋板14は、容器本体12の4つの側壁1204の上端面の外側の輪郭と同形同大をなす矩形板状を呈している。
蓋板14の4つの角部には、クレーン作業用の吊り金具を連結するための雌ねじ部材22が上方に露出して設けられている。
The
In the present embodiment, the
At the four corners of the
容器本体12および蓋板14により直方体状の容器(ポッド)24が構成される。
容器24の一辺は、例えば、50cm〜10m程度であり、容器24の厚さ(蓋板14、容器本体12の底壁1202、側壁1204の厚さ)は、例えば、5cm〜100cm程度である。
なお、容器24の形状は、直方体状に限定されるものではなく任意である。
The
One side of the
In addition, the shape of the
容器本体12および蓋板14を構成するコンクリートは、汚染土砂2から放出される放射線の遮蔽を可能とするものである。
このようなコンクリートとして以下に例示するものを用いることができる。なお、本明細書においてコンクリートとは、セメントと、砂や砂利などの骨材と、水とを練り混ぜて凝固させたものをいい、セメントと骨材としての砂と水とを練り混ぜて凝固させたいわゆるモルタルを含めてコンクリートというものとする。
1)密度が2.0〜6.0g/cm3の範囲のコンクリート
2)骨材として鉄からなる球、すなわち鉄球及び鉄粉を使用し、密度が3.0〜5.0g/cm3の範囲のコンクリート
3)地震等により鉄筋コンクリート構造物及びコンクリート構造物を撤去した際に発生したコンクリート片から得られた再生骨材を用いて製作したコンクリート
なお、2)のコンクリートは、骨材として鉄を用いることから密度を大きくすることができ放射線を効果的に遮蔽する上で有利となる。
鉄球および鉄粉はセメントと練り混ぜたときにコンクリートの内部にまんべんなく分散するような大きさであればよい。
また、鉄球および鉄粉は入手性に優れている点で有利であるが、骨材として放射線を効果的に遮蔽する性質を有する従来公知の様々な材料を使用することができる。
The concrete constituting the container
As such concrete, those exemplified below can be used. In this specification, the term “concrete” refers to a mixture of cement, aggregates such as sand and gravel, and water and solidified. The cement and sand as aggregates and water are mixed and solidified. It is said to be concrete including so-called mortar.
1) Concrete with a density in the range of 2.0-6.0 g / cm 3 2) Concrete with a density of 3.0-5.0 g / cm 3 using spheres made of iron, that is, iron balls and iron powder, as aggregate 3) Concrete produced using recycled aggregate obtained from concrete fragments generated when reinforced concrete structures and concrete structures were removed by earthquakes, etc. Note that the density of 2) concrete is due to the use of iron as aggregate. It can be enlarged, which is advantageous in effectively shielding the radiation.
The iron ball and iron powder may be of a size that can be evenly dispersed in the concrete when mixed with cement.
Moreover, although an iron ball and iron powder are advantageous at the point which is excellent in availability, conventionally well-known various materials which have the property to shield radiation effectively can be used as an aggregate.
計測装置16は、容器本体12または蓋板14に設けられ、容器本体12に収納された汚染土砂2から放出される放射線の線量を計測するものである。本実施の形態では、図2、図3に示すように、計測装置16は、内部センサ26と、外部センサ28と、計測部30と、表示部32とを含んで構成されている。
内部センサ26は、収納空間Sに配置され、収納空間Sに収納された汚染土砂2の放射線の線量を検出するものである。
外部センサ28は、容器本体12または蓋板14の外表面に配置され、容器24の外部おける汚染土砂2の放射線の線量、すなわち、容器本体12または蓋板14を通過した放射線の線量を検出するものである。
計測部30は、内部センサ26および外部センサ28で検出された放射線の線量のデータに基づいて必要な処理を行うことで規定された放射線の線量を生成するものである。
表示部32は、計測部30で生成された容器本体12の内部および外部の放射線の線量を数字やインジケータなどにより表示するものである。放射線の線量は、例えば、1時間あたりのシーベルト値で表示される。
The
The
The
The
The
通信装置18は、容器本体12または蓋板14に設けられ、計測装置16で計測された放射線の線量のデータを通信回線34を介してコンピュータなどからなる外部装置36に送信するものである。
通信回線34としてイントラネットあるいはインターネットを用いることができる。また、通信回線34は、有線であっても無線であっても両者を組み合わせても良い。
したがって、外部装置36によって遠隔地から放射線の線量をリアルタイムに監視することができる。
また、計測装置16および通信装置18を駆動する電源は、それら計測装置16および通信装置18に組み込まれた電池を用いてもよいし、計測装置16および通信装置18と一体あるいは別体に設けられた太陽光発電パネルを用いてもよい。
The
An intranet or the Internet can be used as the
Therefore, the radiation dose can be monitored in real time from a remote location by the
The power source for driving the measuring
次に、放射線遮蔽コンクリート製容器10の使用方法について説明する。
予め吊り金具が容器本体12および蓋板14の雌ねじ部材20に連結されているものとする。
容器本体12の内部に汚染土砂2を投入する。
容器本体12をクレーンにより吊り下げて設置場所に設置する。
蓋板14をクレーンにより吊り下げて容器本体12の上部に載置して容器本体12の上部を閉塞する。
計測装置16および通信装置18を起動させ、容器本体12の内部および外部の放射線の線量を表示部32により目視して監視し、あるいは、通信回線34を介して外部装置36により監視する。
汚染土砂2の移動が必要になった場合は、フォークリフトなどにより容器本体12および蓋板14ごと移動させる。
Next, the usage method of the radiation shielding
It is assumed that the hanging metal fitting is connected to the
The contaminated earth and
The
The
The
When the contaminated earth and
以上説明したように本実施の形態によれば、汚染土砂2を容器本体12に収納し容器本体12の上部を蓋板14によって閉塞することで、放射線を効果的に遮蔽することができる。
したがって、多大な労力を要すること無く汚染土砂2の放射線を遮蔽でき運搬を容易に行う上で有利となる。
また、汚染土砂2の放射線の線量を計測装置16および通信装置18を用いることによりリアルタイムに簡単かつ確実に監視することができる。
なお、本実施の形態では、放射線遮蔽コンクリート製容器10の内部の放射線の線量および放射線遮蔽コンクリート製容器10の外部の放射線の線量を監視する場合について説明したが、放射線遮蔽コンクリート製容器10の内部のみの放射線あるいは外部のみの放射線を監視するようにしてもよい。
As described above, according to the present embodiment, the contaminated earth and
Therefore, the radiation of the contaminated earth and
Moreover, the radiation dose of the contaminated earth and
In the present embodiment, the case where the radiation dose inside the radiation shielding
(第2の実施の形態)
次に第2の実施の形態について説明する。
第2の実施の形態は、第1の実施の形態の変形例であり、蓋板14の構成が第1の実施の形態と異なっており、その他の構成は第1の実施の形態と同様である。なお、以下の実施の形態において第1の実施の形態と同一あるいは同様の部分、部材については同一の符号を付して説明を省略し、あるいは、簡単に説明する。
図4に示すように、蓋板14には、容器本体12の内部に面した箇所に貫通した孔38が設けられると共に、孔38を閉塞する栓40が孔38に着脱可能に設けられている。
栓40は蓋板14と同一のコンクリートによって構成されている。
通常、孔38は栓40によって閉塞されることにより汚染土砂2の放射線が蓋板14および栓40によって遮蔽されている。
容器本体12の内部の放射線の線量の計測を行う場合、栓40を孔38から取り外し、孔38から計測装置16のセンサを挿入することで容器本体12の内部の放射線の線量を測定する。
また、孔38から、容器本体12の内部を目視、あるいは、撮像装置により撮像することにより、汚染土砂2の状態を確認する。
第2の実施の形態によれば、容器本体12に計測装置16および通信装置18が設けられていない場合、重い蓋板14をいちいち取り外すことなく、放射線の線量の計測および汚染土砂2の状態を確認することができる。
(Second Embodiment)
Next, a second embodiment will be described.
The second embodiment is a modification of the first embodiment. The configuration of the
As shown in FIG. 4, the
The
Usually, the
When measuring the radiation dose inside the
Further, the state of the contaminated earth and
According to the second embodiment, when the measuring
(第3の実施の形態)
次に第3の実施の形態について説明する。
第3の実施の形態は、第1の実施の形態の変形例であり、容器本体12の構成が第1の実施の形態と相違している。
図5に示すように、容器本体12は、矩形状の底壁1202と、底壁1202の四辺から起立する4つの側壁1204とを有し、4つの側壁1204は、底壁1202に対して着脱可能に設けられている。
なお、底壁1202に対する側壁1204の取り付けは、底壁1202の下方から上方へボルトを挿通し、ボルトの雄ねじを、側壁1204に埋め込んだ雌ねじに螺合させて行うなど、従来公知の様々な手法が採用可能である。
第3の実施の形態によれば、容器本体12の非使用時には底壁1202と4つの側壁1204とを重ねて収納しておき、使用時に組み立てれば良いため、収納時あるいは運搬時に省スペース化を図る上で有利となる。
(Third embodiment)
Next, a third embodiment will be described.
The third embodiment is a modification of the first embodiment, and the configuration of the
As shown in FIG. 5, the
The
According to the third embodiment, when the container
(第4の実施の形態)
次に第4の実施の形態について説明する。
第4の実施の形態は、第3の実施の形態の変形例である。
図6に示すように、予め、同形同大の2つの底壁1202と、同形同大の6つの側壁1204と、同形同大の2つの蓋板14とを用意する。
2つの底壁1202の一辺同士を重ねて並べて接続することにより、長方形状の底壁1202を形成する。
長方形状の底壁1202の4辺に沿って8つの側壁1204を起立させて接続することにより、直方体状の容器本体12が構成される。この場合も、底壁1202に対する側壁1204の取り付けは、底壁1202の下方から上方へボルトを挿通し、ボルトの雄ねじを、側壁1204に埋め込んだ雌ねじに螺合させて行うなど、従来公知の様々な手法が採用可能である。
そして、2つの蓋板14により直方体状の容器本体12の上部を閉塞する。
第4の実施の形態によれば、複数の底壁1202、複数の側壁1204、複数の蓋板14を組み合わせることで容積が異なる容器24を構成することができる。
したがって、用いる底壁1202の数を増減することで、必要に応じて大きさの異なる容器24を簡単に構成する上で有利となる。
(Fourth embodiment)
Next, a fourth embodiment will be described.
The fourth embodiment is a modification of the third embodiment.
As shown in FIG. 6, two
A
A rectangular
Then, the upper part of the rectangular
According to the fourth embodiment,
Therefore, by increasing or decreasing the number of
(第5の実施の形態)
次に第5の実施の形態について説明する。
第5の実施の形態は、容器本体12および蓋板14の形状が第1〜第4の実施の形態と異なっている。
図7に示すように、容器本体12は、汚染土砂2の収納し汚染土砂2から放出される放射線の遮蔽を可能としたコンクリート製であり、容器本体12は、円板状の底壁1210と、底壁1210の周囲から立設された円筒状の側壁1212とを備え、底壁1210と側壁1212とは一体的に構成されている。
底壁1210と側壁1212とによって区画される収納空間Sは円柱状となる。
側壁1212の上端面には、クレーン作業用の吊り金具を連結するための複数の雌ねじ部材20が周方向に間隔をおいて上方に露出して設けられている。
このような容器本体12は、容器本体12の形を構成する型枠にコンクリートを打設、硬化させて製作することができる。
蓋板14は、容器本体12の上部を閉塞し汚染土砂2から放出される放射線の遮蔽を可能としたコンクリート製であり、蓋板14は、容器本体12の側壁1204の上端面の外側の輪郭と同形同大をなす円板状を呈している。
蓋板14には、クレーン作業用の吊り金具を連結するための雌ねじ部材20が周方向に間隔をおいて上方に露出して設けられている。
このような第5の実施の形態においても第1の実施の形態と同様の効果が奏される。
(Fifth embodiment)
Next, a fifth embodiment will be described.
The fifth embodiment differs from the first to fourth embodiments in the shapes of the container
As shown in FIG. 7, the container
The storage space S defined by the
On the upper end surface of the
Such a container
The
The
In the fifth embodiment, the same effect as that of the first embodiment can be obtained.
なお、汚染土砂2から放射される放射線の計測を正確に行う上で、汚染土砂2と計測装置のセンサとの距離と相対的な位置関係を規定通りに設定することが重要となる。
収納空間Sに収納される汚染土砂2が直方体状を呈している場合は、汚染土砂2と計測装置のセンサとの距離と相対的な位置関係との双方を正確に調整するために手間が必要となる。
これに対して、第5の実施の形態では、汚染土砂2が円柱状の収納空間Sに収納されることから、汚染土砂2が円筒状を呈することになる。したがって、放射線の計測時には、容器本体12の半径方向における汚染土砂2に対する計測装置のセンサとの距離を調整すれば汚染土砂2と計測装置のセンサとの距離と相対的な位置関係を規定通りに設定することができ、放射線の計測作業の容易化を図る上で有利となる。
In order to accurately measure the radiation radiated from the contaminated earth and
When the contaminated earth and
On the other hand, in the fifth embodiment, since the contaminated earth and
(実施例)
次に放射線遮蔽コンクリート製容器10の実施例について説明する。
放射線汚染土砂2を用いて遮蔽性能を評価する目的で2種類の放射線遮蔽コンクリート製容器10を製作した。以下、第1の第1の容器24A、第2の第2の容器24Bという。
第1の第1の容器24Aおよび第2の第2の容器24Bの双方とも、第5の実施の形態の容器24と同様の形状を呈している。
図8(A)は第1の容器24Aの蓋板14の平面図、(B)は第1の容器24Aの断面図、(C)は第1の容器24Aの側面図である。
第1の容器24Aの容器本体12の汚染土砂2を格納する内部空間(収納空間S)は、直径300mm、高さ400mmの円柱状を呈している。
容器本体12の上端面には周方向に間隔をおいて3つの雄ねじ部材42が突設されている。
蓋板14の外周部には、3つの雄ねじ部材42が挿通されるねじ挿通孔44が形成されている。
容器本体12の上部を蓋板14で閉塞した状態で各ねじ挿通孔44を挿通した雄ねじ部材42にナット46を螺合することにより、蓋板14は容器本体12に連結される。
したがって、雄ねじ部材42、ねじ挿通孔44、ナット46により蓋板14を容器本体12の上部に締結する締結手段が構成されている。
また、蓋板14には、クレーン作業用の吊り金具を連結するための雌ねじ部材22が周方向に間隔をおいて上方に露出して設けられている。
第1の容器24Aの容器本体12および蓋板14を構成するコンクリートは、密度が4.7g/cm3の高密度であり、容器本体12および蓋板14の厚さは100mmである。
(Example)
Next, an embodiment of the radiation shielding
Two kinds of radiation shielding
Both the first
8A is a plan view of the
The internal space (storage space S) for storing the contaminated earth and
Three
A
The
Therefore, the
Further, the
The concrete constituting the
図9(A)は第2の容器24Bの蓋板14の平面図、(B)は第2の容器24Bの蓋板14の断面図、(C)は第2の容器24Bの容器本体12の平面図、(D)は第2の容器24Bの容器本体12の断面図、(E)は容器24の断面図である。
容器本体12および蓋板14の上端面には、クレーン作業用の吊り金具を連結するための雌ねじ部材20、22が周方向に間隔をおいて上方に露出して設けられている。
第2の容器24Bの容器本体12の汚染土砂2を格納する内部空間(収納空間S)は、直径300mm、高さ400mmの円柱状を呈し、第1の容器24Aと同一である。
容器24Bの容器本体12および蓋板14を構成するコンクリートは、地震による崩壊により発生したコンクリート片から採取した骨材(再生骨材)を使用し、コンクリートの密度を2.1g/cm3として製作したものであり、容器本体12および蓋板14の厚さは200mmである。
9A is a plan view of the
On the upper end surfaces of the
The internal space (storage space S) for storing the contaminated earth and
The concrete composing the container
次に、汚染土砂2を第1の容器24Aおよび第2の収納容器24Bに収納して遮蔽性能の確認実験を行った。
汚染土砂2の放射線量は以下の通りである。
採取した土砂からサンプリングを行い、放射線測定機器を用いて測定した結果、セシウム134(Cs134)が31.4Bq/g、セシウム137(Cs137)が48Bq/gであった。
なお、遮蔽容器24内部に入れた土砂の重量は22.5kgであり、すなわち、セシウム134(Cs134)が31.4Bq/g×22500g=706500Bq、セシウム(Cs137)が48Bq/g×22500g=1080000Bqのガンマ線量を含む土砂である。
Next, the contaminated earth and
The radiation dose of the contaminated earth and
Sampling from the collected earth and sand and measurement using a radiation measuring instrument revealed that cesium 134 (Cs134) was 31.4 Bq / g and cesium 137 (Cs137) was 48 Bq / g.
The weight of the earth and sand put in the shielding
まず、図10(B)に示すように、上記の汚染土砂2を第1の容器24Aおよび第2の収納容器24Bの内部空間と同形同大の直径300mm高さ400mmの円柱状の内部空間を有する薄いプラスチック製容器24に入れ、汚染土砂2のみについて放射線の線量を計測する計測装置4のセンサ4Aからの距離Lを変化させながら放射線量を計測した。この場合の実測値は、遮蔽無しの状態に相当する。
次に、図10(A)に示すように、上記の汚染土砂2を第1の容器24Aおよび第2の収納容器24Bに格納し、同様に距離Lを変化させて放射線量を測定し、第1の容器24Aおよび第2の収納容器24Bの遮蔽性能を評価した。
放射線量の測定は3分間の放射線量(空間線量)(Sv)の積算値を5〜10回程度測定し、その結果を平均して1時間(h)あたりの放射線量に換算した。
測定結果を図11に示す。測定結果より、第1の容器24Aに土砂を格納することにより容器24表面(土砂からの距離Lが0.1m)において3.15/0.18=17.1、すなわち1/17.1に放射線量が減少、容器24Bでは同様に容器24表面(土砂からの距離Lが0.2m)において1.71/0.15=11.2、すなわち1/11.2に放射線量が減少していることが分かる。
First, as shown in FIG. 10 (B), the above-mentioned contaminated earth and
Next, as shown in FIG. 10A, the contaminated earth and
For the measurement of radiation dose, the integrated value of radiation dose (air dose) (Sv) for 3 minutes was measured about 5 to 10 times, and the results were averaged and converted to the radiation dose per hour (h).
The measurement results are shown in FIG. From the measurement results, by storing earth and sand in the
次に、ガンマ線遮蔽の理論的な計算を行った結果を示す。
理論計算にはMCNPと呼ばれるモンテカルロ法の放射線解析コードを用いた。
まず、実験と同様の条件(土砂を格納したプラスチック容器は十分に薄くガンマ線遮蔽計算上は無視できる)で解析を行った。
図12、図13に解析結果および実測結果(図11の実測値)を示す。
図12は、横軸に汚染土壌の表面からの計測距離、縦軸に線量を示している。
なお、図中に記載したデータの条件は以下の通りである。
1)直接(解析値):プラスチック製容器24に収納した汚染土壌の線量の解析値
2)第1の容器24A(解析値):第1の容器24Aに収納した汚染土壌の線量の解析値
3)第2の容器24B(解析値):第2の容器24Bに収納した汚染土壌の線量の解析値
4)直接(実測値):プラスチック製容器24に収納した汚染土壌の線量の実測値
5)第1の容器24A(実測値):第1の容器24Aに収納した汚染土壌の線量の実測値
6)第2の容器24B(実測値):第2の容器24Bに収納した汚染土壌の線量の実測値
なお、4)〜6)は図11の実測値である。
Next, the result of theoretical calculation of gamma ray shielding will be shown.
A Monte Carlo radiation analysis code called MCNP was used for theoretical calculations.
First, the analysis was performed under the same conditions as in the experiment (the plastic container containing earth and sand is thin enough to be ignored in the calculation of gamma ray shielding).
12 and 13 show analysis results and actual measurement results (actual measurement values in FIG. 11).
In FIG. 12, the horizontal axis indicates the measurement distance from the surface of the contaminated soil, and the vertical axis indicates the dose.
The data conditions described in the figure are as follows.
1) Direct (analysis value): analysis value of dose of contaminated soil stored in
図13は、横軸に汚染土壌の表面からの計測距離、縦軸に遮蔽能力比を示している。
遮蔽能力比とは、同一計測距離における線量の比率をいう。
なお、図中に記載したデータの条件は以下の通りである。
1)直接/第1の容器24A(解析値):プラスチック製容器24に収納した汚染土壌の線量の解析値と第1の容器24Aに収納した汚染土壌の線量の解析値との比率
2)直接/第2の容器24B解析値):プラスチック製容器24に収納した汚染土壌の線量の解析値と第2の容器24Bに収納した汚染土壌の線量の解析値との比率
3)第2の容器24B/第1の容器24A(解析値):第1の容器24Aに収納した汚染土壌の線量の解析値と第2の容器24Bに収納した汚染土壌の線量の解析値との比率
4)直接/第1の容器24A(実測値):プラスチック製容器24に収納した汚染土壌の線量の実測値と第1の容器24Aに収納した汚染土壌の線量の実測値との比率
5)直接/第2の容器24B(実測値):プラスチック製容器24に収納した汚染土壌の線量の実測値と第2の容器24Bに収納した汚染土壌の線量の実測値との比率
6)第2の容器24B/第1の容器24A(実測値):第1の容器24Aに収納した汚染土壌の線量の実測値と第2の容器24Bに収納した汚染土壌の線量の実測値との比率
なお、4)〜6)は図11の実測値である。
FIG. 13 shows the measurement distance from the surface of the contaminated soil on the horizontal axis and the shielding ability ratio on the vertical axis.
The shielding ability ratio refers to the dose ratio at the same measurement distance.
The data conditions described in the figure are as follows.
1) Direct / first container 24A (analysis value): Ratio of analysis value of dose of contaminated soil stored in plastic container 24 and analysis value of dose of contaminated soil stored in first container 24A 2) Direct / Analysis value of second container 24B): Ratio of analysis value of dose of contaminated soil stored in plastic container 24 and analysis value of dose of contaminated soil stored in second container 24B 3) Second container 24B / First container 24A (analysis value): Ratio of analysis value of the dose of contaminated soil stored in the first container 24A and analysis value of the dose of contaminated soil stored in the second container 24B 4) Direct / No. 1 container 24A (actually measured value): ratio of the actually measured value of the contaminated soil stored in the plastic container 24 and the actually measured value of the contaminated soil stored in the first container 24A 5) Direct / second container 24B (actual measured value): in plastic container 24 Ratio between the actual measured dose of contaminated soil and the actual measured dose of contaminated soil stored in second container 24B 6) Second container 24B / first container 24A (actual measured value): first container The ratio between the measured value of the dose of contaminated soil stored in 24A and the measured value of the dose of contaminated soil stored in the second container 24B. Note that 4) to 6) are the measured values of FIG.
図12において、解析値と実測値とを比較すると、第2の容器24B(再生コンクリート)の表面や直接(遮蔽なし)の場合の20、30cm(土砂表面からの距離)あたりは、比較的よく一致するが、線源に近づくにつれて解析値の方が低くなることが分かる。
また、図12に示されているように、第1の容器24A(重量コンクリート)での解析値9.8(μSv/h)に対して実測値11.2(μSv/h)であり、第2の容器24B(再生コンクリート)での解析値15.0(μSv/h)に対して実測値17.1(μSv/h)であり、第1の容器24A(重量コンクリート)および第2の容器24B(再生コンクリート)における解析値と実測値とが概ね一致していることがわかる。
また、図12、図13には、第2の容器24B(再生コンクリート)の厚さを10、30、40、50、60cm、第1の容器24A(重量コンクリート)の厚さを20、30cmまで計算した結果も示す(側面方向及び鉛直方向でそれぞれ土砂表面からの距離)。
この結果からは第1の容器24A(重量コンクリート)は第2の容器24B(再生コンクリート)に比べて20cmで26.7倍、30cmで120倍の遮蔽能力があることが分かる。
In FIG. 12, when the analysis value and the actual measurement value are compared, the surface of the second container 24B (recycled concrete) or around 20 or 30 cm (distance from the earth and sand surface) in the case of direct (no shielding) is relatively good. Although it agrees, it can be seen that the analysis value becomes lower as it approaches the radiation source.
Further, as shown in FIG. 12, the actual measurement value 11.2 (μSv / h) with respect to the analysis value 9.8 (μSv / h) in the
12 and 13 show that the thickness of the second container 24B (recycled concrete) is 10, 30, 40, 50, 60cm, and the thickness of the
From this result, it can be seen that the
2……汚染土砂、10……放射線遮蔽コンクリート製容器、12……容器本体、1202……底壁、1204……側壁、1210……底壁、1212……側壁、14……蓋板、16……計測装置、18……通信装置、20、22……雌ねじ部材、S……収納空間、24……容器(ポッド)、24A……第1の容器、24B……第2の容器、26……内部センサ、28……外部センサ、30……計測部、32……表示部、34……通信回線、36……外部装置、38……孔、40……栓、42……雄ねじ部材、44……ねじ挿通孔、46……ナット。 2 ... Contaminated earth and sand, 10 ... Container made of radiation shielding concrete, 12 ... Container body, 1202 ... Bottom wall, 1204 ... Side wall, 1210 ... Bottom wall, 1212 ... Side wall, 14 ... Cover plate, 16 ...... Measuring device, 18 ... Communication device, 20, 22 ... Female thread member, S ... Storage space, 24 ... Container (pod), 24A ... First container, 24B ... Second container, 26 ...... Internal sensor, 28 ... External sensor, 30 ... Measurement unit, 32 ... Display unit, 34 ... Communication line, 36 ... External device, 38 ... Hole, 40 ... Plug, 42 ... Male thread member , 44 …… Screw insertion hole, 46 …… Nut.
Claims (6)
前記容器本体の上部を閉塞し前記汚染土砂から放出される放射線の遮蔽を可能としたコンクリート製の蓋板と、
前記容器本体または前記蓋板に設けられ前記容器本体に収納された汚染土砂から放出される放射線の線量を計測する計測装置と、
前記容器本体または前記蓋板に設けられ前記計測装置で計測された線量のデータを外部装置に送信する通信装置と、
を備えることを特徴とする放射線遮蔽コンクリート製容器。 A container body made of concrete capable of storing contaminated earth and sand and shielding radiation emitted from the contaminated earth and sand;
A cover plate made of concrete that closes the upper part of the container body and shields radiation emitted from the contaminated earth and sand;
A measuring device for measuring the dose of radiation emitted from the contaminated earth and sand provided in the container body or the cover plate and stored in the container body;
A communication device that is provided on the container body or the lid plate and transmits data of a dose measured by the measurement device to an external device;
A radiation shielding concrete container comprising:
前記側壁は、前記底壁に対して着脱可能に設けられている、
ことを特徴とする請求項1または2記載の放射線遮蔽コンクリート製容器。 The container body has a rectangular bottom wall and four side walls standing from four sides of the bottom wall,
The side wall is provided detachably with respect to the bottom wall.
The radiation shielding concrete container according to claim 1 or 2, wherein the container is made of radiation shielding concrete.
前記汚染土砂から放出される放射線の遮蔽を可能としたコンクリート製で前記孔を閉塞する栓が前記孔に対して着脱可能に設けられている、
ことを特徴とする請求項1または2記載の放射線遮蔽コンクリート製容器。 The lid plate is provided with a hole penetrating in a location facing the inside of the container body,
A plug made of concrete that can shield radiation emitted from the contaminated earth and sand is provided to be detachable from the hole.
The radiation shielding concrete container according to claim 1 or 2, wherein the container is made of radiation shielding concrete.
ことを特徴とする請求項1または2記載の放射線遮蔽コンクリート製容器。 The container body has a circular bottom wall and a cylindrical side wall rising from the periphery of the bottom wall.
The radiation shielding concrete container according to claim 1 or 2, wherein the container is made of radiation shielding concrete.
前記放射線遮蔽コンクリート製容器に汚染土砂を収納し、
前記計測装置で計測された線量のデータを前記通信装置により前記外部装置に送信することで前記放射線遮蔽コンクリート製容器の内部の放射線の線量を監視する、
ことを特徴とする汚染土砂の管理方法。 A concrete container body that contains contaminated earth and sand and shields radiation emitted from the contaminated earth and sand, and a concrete container that blocks the upper part of the container body and shields radiation emitted from the contaminated earth and sand A lid plate, a measuring device for measuring the dose of radiation emitted from the contaminated earth and sand provided in the container body or the lid body, and the measurement provided in the container body or the lid plate A radiation shielding concrete container provided with a communication device that transmits data of a dose measured by the device to an external device,
Contain contaminated earth and sand in the radiation shielding concrete container,
Monitoring the radiation dose inside the radiation shielding concrete container by transmitting the data of the dose measured by the measuring device to the external device by the communication device;
A method for managing contaminated earth and sand.
前記放射線遮蔽コンクリート製容器の内部の放射線の線量および前記放射線遮蔽コンクリート製容器の外部の放射線の線量を監視する、
ことを特徴とする請求項4記載の汚染土砂の管理方法。 The measuring device measures the radiation dose inside the container body and the radiation dose outside the container body,
Monitoring the radiation dose inside the radiation shielding concrete container and the radiation dose outside the radiation shielding concrete container;
The management method of contaminated earth and sand according to claim 4 characterized by things.
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Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2013068601A (en) * | 2011-09-07 | 2013-04-18 | Showa Concrete Ind Co Ltd | Storage box of waste including radioactive material |
JP2014055806A (en) * | 2012-09-11 | 2014-03-27 | Toyota T & S Kensetsu Kk | Concrete box |
JP2019027888A (en) * | 2017-07-28 | 2019-02-21 | 大成建設株式会社 | Radiation shielding material and radioactive material storage container |
JP2020128902A (en) * | 2019-02-07 | 2020-08-27 | 三菱重工業株式会社 | Storage device for radioactive waste, monitoring device, and method for manufacturing radioactive waste |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6152299U (en) * | 1984-09-10 | 1986-04-08 | ||
JPS6332399A (en) * | 1986-07-25 | 1988-02-12 | 前田製管株式会社 | Processing vessel for radioactive waste, etc. and manufacture thereof |
JP2004257978A (en) * | 2003-02-27 | 2004-09-16 | Mitsui Eng & Shipbuild Co Ltd | Abnormal condition monitoring method and system of spent nuclear fuel storage vessel |
JP2005283431A (en) * | 2004-03-30 | 2005-10-13 | Sumitomo Heavy Ind Ltd | Radiation shield container |
JP2006125847A (en) * | 2004-10-26 | 2006-05-18 | Toshiba Corp | Discharge and injection device and method for radioactive material storage vessel |
JP3173713U (en) * | 2011-12-05 | 2012-02-16 | 東京セメント工業株式会社 | container |
-
2012
- 2012-04-04 JP JP2012085658A patent/JP5996909B2/en active Active
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6152299U (en) * | 1984-09-10 | 1986-04-08 | ||
JPS6332399A (en) * | 1986-07-25 | 1988-02-12 | 前田製管株式会社 | Processing vessel for radioactive waste, etc. and manufacture thereof |
JP2004257978A (en) * | 2003-02-27 | 2004-09-16 | Mitsui Eng & Shipbuild Co Ltd | Abnormal condition monitoring method and system of spent nuclear fuel storage vessel |
JP2005283431A (en) * | 2004-03-30 | 2005-10-13 | Sumitomo Heavy Ind Ltd | Radiation shield container |
JP2006125847A (en) * | 2004-10-26 | 2006-05-18 | Toshiba Corp | Discharge and injection device and method for radioactive material storage vessel |
JP3173713U (en) * | 2011-12-05 | 2012-02-16 | 東京セメント工業株式会社 | container |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2013068601A (en) * | 2011-09-07 | 2013-04-18 | Showa Concrete Ind Co Ltd | Storage box of waste including radioactive material |
JP2014055806A (en) * | 2012-09-11 | 2014-03-27 | Toyota T & S Kensetsu Kk | Concrete box |
JP2019027888A (en) * | 2017-07-28 | 2019-02-21 | 大成建設株式会社 | Radiation shielding material and radioactive material storage container |
JP2020128902A (en) * | 2019-02-07 | 2020-08-27 | 三菱重工業株式会社 | Storage device for radioactive waste, monitoring device, and method for manufacturing radioactive waste |
JP7221716B2 (en) | 2019-02-07 | 2023-02-14 | 三菱重工業株式会社 | RADIOACTIVE WASTE STORAGE DEVICE, MONITORING DEVICE, AND RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT METHOD |
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